JP2020510828A - 多層構造核燃料被覆管及び多層構造核燃料被覆管の製造方法 - Google Patents
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Abstract
本発明に係る多層構造核燃料被覆管は、両端が開口されて内部に核燃料焼結体が挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の内管と、前記内管と同軸に配置され、前記内管の外表面を取り囲むように前記内管よりも大きな直径を有する外管と、を備え、前記外管と内管は、互いに密着固定され、互いに異なる金属から形成されてもよい。
Description
本発明は、多層構造核燃料被覆管及び多層構造核燃料被覆管の製造方法に係り、さらに詳しくは、内管と外管が互いに異なる金属から形成された多層構造核燃料被覆管及び多層構造核燃料被覆管の製造方法に関する。
一般に、原子力発電所は、核分裂により生じる熱で蒸気を発生させ、発生された蒸気の力でタービンを回して電気エネルギーを生産する場所であり、放射性物質の漏出を防ぎ、原電の安全を守るために、多重の防護壁から構成されている。中でも、第２の防護壁である核燃料被覆管は、核燃料焼結体を包み込んで原子炉を循環する１次系統の冷却水と、核分裂を引き起こす核燃料とを隔離させる核分裂反応中に生成された核分裂生成物が１次系統の冷却水に移されることを防止し、核分裂により生成された熱を有効に１次系統の冷却水に伝達する役割を果たす。
核燃料被覆管が入っている原子炉の炉心においては、核燃料の核分裂連鎖反応による多大な熱エネルギーが生じ、これにより、原子炉を循環する１次系統の冷却水は、熱エネルギーを伝達されて２次系統の水を蒸発させる役割を果たすだけではなく、原子炉の内部を循環しながら核分裂反応により原子炉の炉心において生じる熱を冷やさ（冷却させ）なければならない。
しかしながら、電力供給の遮断による冷却水循環の中止により福島原子力発電所が爆発したように、核分裂により生じた多大な熱を冷やさなければならない冷却システムの故障などが原因となって冷却水が正常に供給されなければ、原子炉の炉心が収容された原子炉の圧力容器の内部温度が急激に上がるだけではなく、核燃料被覆管をなす材料が高温の水蒸気と反応しながら急激な酸化反応が行われてしまうという不都合がある。
冷却機能の喪失により核燃料被覆管をなす材料が高温の水蒸気（Ｈ２Ｏ）と反応して酸化されれば、水素が大量に発生し、発生した水素は、原子炉の圧力容器の上部に溜まり、原子炉の圧力容器の上部に積もって水素の濃度が高くなれば、酸素と反応して水素の爆発が起こるという深刻な問題が生じる。福島原電事故においては、冷却水の循環の中止により核燃料被覆管において水素が生じ、原子炉の建物の上部に溜まった水素が空気と反応して水素の爆発が生じていた。
のみならず、高温酸化及び腐食により核分裂生成物である放射性物質が外部に流出される虞があり、核燃料被覆管の取り替え周期が短くなって経済的な損失をきたす虞がある。しかも、急激な酸化反応に伴う核燃料被覆管の脆化現象は、材料の軟性を低下させて、核燃料集合体の安全性を驚かす虞がある。
本発明は、互いに異なる金属から製造された多層構造核燃料被覆管及び多層構造核燃料被覆管の製造方法を提供する。
本発明の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管は、両端が開口されて内部に核燃料焼結体が挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の内管と、前記内管と同軸に配置され、前記内管の外表面を取り囲むように前記内管よりも大きな直径を有する外管と、を備え、前記外管と内管は、互いに密着固定され、互いに異なる金属から形成されてもよい。
前記外管を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよい。
前記外管を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有してもよい。
前記外管は、前記内管よりも軟性が大きくてもよい。
前記外管は、前記外管の外表面に配設される保護層を備えていてもよい。
前記保護層は、前記外管を形成する金属の金属酸化物または金属窒化物であってもよい。
本発明の他の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管の製造方法は、核燃料焼結体が挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の予備内管を前記予備内管よりも大きな直径を有する予備外管内に挿入し、前記予備内管内に充填材を充填して予備被覆管を形成する過程と、前記予備被覆管の開口された両端部を遮断部材により閉塞する過程と、前記予備被覆管の外側から内側へと圧力を加えて前記予備被覆管の直径を縮径させる過程と、を含み、前記予備外管及び前記予備内管は、互いに異なる金属から形成されてもよい。
前記予備外管を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有してもよい。
前記予備外管を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよい。
前記予備外管は、前記予備内管よりも軟性が大きくてもよい。
前記圧力を加える過程後に、前記予備内管内の充填材を溶解させる過程をさらに含んでいてもよい。
前記充填材を溶解させる過程後に、前記予備外管と予備内管が密着固定されて製造される外管の外表面に保護層を形成する過程をさらに含んでいてもよい。
前記保護層は、プラズマ表面処理により前記外管を構成する金属が酸化または窒化されて形成されてもよい。
前記圧力を加える過程は、前記予備被覆管の長手方向に互いに離間して配置される複数のロールユニットのそれぞれの離間距離が段階的に減少した複数のロールの間に前記予備被覆管を移動させて、前記予備被覆管の内側に加えられる圧力が次第に増加してもよい。
前記圧力を加える過程において、前記予備外管は、前記予備内管よりも大きく収縮されて前記予備内管と互いに密着固定されてもよい。
本発明においては、機械的な特性に優れたジルコニウム合金の内管を内側部に配設することにより、本発明に係る多層構造核燃料被覆管の機械的な強度を向上させることができ、これと同時に、ジルコニウム合金とは異なる金属からなる外管を外側部に配設することにより、冷却システムの故障などにより原子炉に冷却水を供給することができないといった事故が起きたときにも、ジルコニウムの酸化を防いで水素爆発の事故のリスクを減少させることができる。
また、外管の外表面に保護層を形成することにより、外管がさらに優れた酸化抵抗性を有することができ、原子力事故の環境下での急激な温度の増加にも拘わらず、表面酸化の進行を防ぐことができるので、内管まで水分子が拡散されて酸化されることを有効に防ぐことができる。なお、高温酸化反応による核燃料の流出を防止して核燃料の安全性を高めて原子力の安定的な運転を可能にし、核燃料被覆管の取り替え周期を延ばして経済的な損失を予防することができる。
なお、ジルコニウム合金からなる内管の熱膨張係数と略同じ熱膨張係数を有する金属から外管を形成することにより、高温の環境下において内管と外管との間に生じる隙間を防止することができ、これにより、核燃料から発せられる熱エネルギーを第１の系統の冷却水にさらに円滑に伝達することができて、核燃料の温度を下げることができる。
以下、添付図面に基づいて、本発明の実施形態をより詳しく説明する。しかしながら、本発明は以下に開示される実施形態に何ら限定されるものではなく、異なる様々な形態に具体化され、単にこれらの実施形態は本発明の開示を完全たるものにし、通常の知識を有する者に発明の範囲を完全に知らせるために提供されるものである。発明を詳細に説明するために、図面は誇張されてもよく、図中、同じ符号は、同じ構成要素を指し示す。
図１は、本発明の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管を示す斜視図であり、図２は、本発明の実施形態に係る保護層が形成された多層構造核燃料被覆管を示す斜視図である。ここで、図１の（ａ）は、多層構造核燃料被覆管の分解斜視図であり、図１の（ｂ）は、多層構造核燃料被覆管の斜視図である。
図１から図２を参照すると、本発明の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管１００は、両端が開口されて内部に核燃料焼結体が挿入される収容空間１１５が与えられるジルコニウム合金の内管１１０と、前記内管１１０と同軸に配置され、前記内管１１０の外表面を取り囲むように前記内管１１０よりも大きな直径を有する外管１２０と、を備え、前記外管１２０と内管１１０は、互いに密着固定され、互いに異なる金属から形成されてもよい。
ジルコニウム合金の内管１１０は、後述する外管１２０の収容空間１２５に挿入されて配置されてもよく、一方向への両端部が貫通して内部に核燃料焼結体が挿入されるように収容空間（または、中空部）１１５を有する中空円筒状であってもよい。
内管１１０は、外管１２０の収容空間１２５に挿入されて密着配置されるため、内管１１０の外径は外管１２０の内径よりも小さくなるように形成されてもよい。すなわち、外管１２０の収容空間１２５に内管１１０が挿入されるように、内管１１０の外径は外管１２０の内径よりも小さくてもよく、外管１２０の収容空間１２５に挿入されたジルコニウム合金の内管１１０は、多層構造核燃料被覆管１００の最も内部に配置されてもよい。
内管１１０の収容空間１１５に挿入される核燃料焼結体は、二酸化ウラニウムなどの核燃料物質を圧縮、焼結してセラミック製の円筒状の核燃料ペレットであって、核分裂を引き起こしてエネルギーを放出するものを核燃料と呼び、核燃料は、原子核が熱中性子若しくは高速中性子を吸収して核分裂をするときにエネルギーを生じさせるウラニウム（原子番号２３５と２３８）及びプルトニウム（原子番号２３９）などの原子からなってもよい。
ここで、自然に存在するウラニウムを原子炉に装填される核燃料として用いるためには、適切な形状と特性を有する焼結体に加工しなければならないため、濃縮工程及び化学工程を通じてウラニウムを核燃料として用いられる最終化学的な形態である二酸化ウラニウム粉末に変換してもよく、変換された粉末状の二酸化ウラニウムを円筒状に成形し、高温処理してセラミックの核燃料焼結体として製造してもよい。
このようにして製造された円筒状の核燃料焼結体は、核燃料被覆管の内部、すなわち、本発明の実施形態に係る内管１１０の収容空間１１５に挿入されてもよく、核燃料被覆管の両端部を円筒状の栓体で溶接密封して核燃料棒にしてもよい。原子炉に入る核燃料の最終形態は、束状の核燃料集合体であるため、上述した核燃料棒を再び複数個ずつ束ねて束状の核燃料集合体にしてもよく、核燃料集合体が原子炉の冷却水の中に装填されてはじめて、核分裂を始め、熱エネルギーを発散することになる。ここで、核分裂連鎖反応により発散される膨大な熱エネルギーは、核燃料被覆管の外側の冷却水に伝達される。
このように、核燃料被覆管は、核燃料が安全に核分裂反応を引き起こすように保護し、放射性物質が外部に漏出することを防ぐように防護壁の役割を果たす非常に重要な構成要素であり、長期間にわたって用いなければならないため、優れた機械的特性及び小さな熱中性子吸収断面積を有さなければならない。
本発明において内管１１０をなすジルコニウムは、熱中性子吸収断面積が０．１８ｂａｒｎと非常に小さなため、核分裂を生じさせる熱中性子が核燃料被覆管に吸収される確率が減少して核分裂反応が有効に起こり、これにより、核分裂による熱エネルギーが生成可能になるので、有効に核燃料の出力を増加させることができる。なお、ジルコニウムは、小さな熱中性子吸収断面積だけではなく、原子炉の使用環境において優れた機械的強度を有するので、核燃料被覆管の材料として好適に用いられる。このとき、ジルコニウムに錫やニオブ、鉄、ニッケル、クロム、銅など少量の元素を適宜に添加してジルコニウム合金（Ｚｉｒｃａｌｏｙ）として製造する場合、機械的な強度がさらに増加して原子力の安定的な運転が可能になる。
しかしながら、ジルコニウム合金からなる核燃料被覆管は、高温及び高圧において長時間に亘って水（Ｈ２Ｏ）や水蒸気と接触している状態であるため、核燃料被覆管に甚だしい腐食現象が現れ、日本の福島原電事故のように冷却機能が失われる事故が起きたときに安全性の側面からみて非常に脆弱な特性を示すという不都合がある。すなわち、冷却システムの故障などにより原子炉に冷却水を供給することができない事故が起きる場合、ジルコニウムの酸化が急激に進んで被覆管の健全性が低下するという不都合があり、ジルコニウム二酸化及び腐食中に生成される水素ガスによる水素爆発の事故のリスクが増大されて核燃料の安全性をそれ以上保障することができなくなる。
ジルコニウムが酸化される反応を式で表わせば、次の通りである。
＜反応式１＞
Ｚｒ＋２Ｈ２Ｏ→ＺｒＯ２＋２Ｈ２
Ｚｒ＋２Ｈ２Ｏ→ＺｒＯ２＋２Ｈ２
したがって、ジルコニウムから形成された核燃料被覆管は、事故が起きたときに高温酸化反応により核燃料などを外部に流出させる虞があるだけではなく、水素爆発を生じさせる虞があるため、ジルコニウム合金からなる核燃料被覆管の不都合を解決し、核燃料の安全性を大幅に高めるためにジルコニウム合金の内管１１０を取り囲むように内管１１０とは異なる金属から外管１２０を形成してもよい。
外管１２０は、一方向への両端部が貫通して内部に収容空間（または、中空部）１２５を有する中空円筒状であってもよく、外管１２０の内部に形成された収容空間１２５に内管１１０を挿入してもよい。
外管１２０は、冷却機能を失うことにより内管１１０が酸化されて核燃料の流出及び水素爆発が起こることを防止するように内管１１０と同軸に配置されて内管１１０の外表面を取り囲んでもよく、外管１２０の収容空間１２５に内管１１０が挿入されて配置されるため、外管１２０の内径は、内管１１０の外径よりも大きくてもよい。
より詳しく説明すれば、ジルコニウム合金の内管１１０とは異なる金属、例えば、耐腐食特性に優れた金属から形成される外管１２０は、冷却機能を失うことによる高温及び高圧の雰囲気において内管１１０が高温の水蒸気と反応して水素を生じさせることを防止することができ、内管１１０の収容空間１１５に入っている核燃料焼結体を高温酸化から保護して原子力の運転の安定性を高めることができる。換言すれば、原子力発電所において発生する水素爆発事故は、ジルコニウムの酸化特性との連関性が非常に深いため、内管１１０を外側から包み込むようにジルコニウム合金の内管１１０とは異なる金属から外管１２０を形成すれば、外管１２０は、冷却水部材に対する酸化抵抗性を向上させることができるので、事故が起きたときに内管１１０まで酸化されて腐食されることを防ぐことができる。
したがって、ジルコニウム合金の内管と外管のメリットだけを取った本発明の二重構造核燃料被覆管は、機械的強度の向上とともに、高温酸化に対する事故のリスクを有効に減少させることができ、原子炉事故から内管１１０及び内管１１０内に収容された核燃料を保護することができて、原子力の安定的な運転を可能にする。
上述したような特性を有する外管１２０と外管１２０の収容空間１２５に挿入された内管１１０は、互いに密着固定されてもよいが、外管１２０と内管１１０は、後述する多層構造核燃料被覆管１００の製造方法において、予備外管２２０の外側にから内側へと印加される圧力と、予備内管２１０の収容空間１１５に充填される充填材２３０が外部圧力から支える力により互いに密着されて固定されてもよい。すなわち、外管１２０は、縮管工程中に内管１１０の外表面に完全に密着できるように、前記外管１２０は、前記内管１１０よりも軟性が大きくてもよく、これにより、外管１２０は、縮管工程中に内管１１０との間隔を最小化させることができて互いに密着固定されることが可能になる。このような外管１２０と内管１１０の密着方法については、後述する多層構造核燃料被覆管１００の製造方法を通じて詳しく説明する。
前記外管１２０を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよい。
内管１１０を形成するジルコニウムの熱膨張係数は、約３．３ｐｐｍ／Ｋ〜４．０ｐｐｍ／Ｋであって、内管１１０と互いに密着固定される外管１２０を形成する金属の熱膨張係数は、ジルコニウムと略同じである１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよい。
核分裂反応により甚だしい熱エネルギーが放出される核燃料被覆管において内管１１０と外管１２０の熱膨張係数が互いに大きな差分値を有する場合、互いに異なる膨張率による体積の膨張が生じて内管１１０と外管１２０との間に離間空間または隙間が生じることがある。すなわち、外管１２０の熱膨張係数が約３．３ｐｐｍ／Ｋ〜４．０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有するジルコニウム合金の内管１１０よりも非常に大きな、例えば、４０ｐｐｍ／Ｋよりも大きな熱膨張係数を有する場合、高温の環境において外管１２０がジルコニウム合金の内管１１０よりもさらに多く膨張することになり、互いに密着固定された内管１１０と外管１２０は、熱膨張係数差により内管１１０の外表面と外管１２０の内表面との間に隙間が生じてしまう。
内管１１０の外表面と外管１２０の内表面との間に隙間が生じると、熱伝導度が低くなるため、核分裂により生成された熱が核燃料被覆管を介して冷却水まで速やかに伝達することができないだけではなく、内管１１０の収容空間１１５に収容された核燃料が冷却水よりも高い温度を有してしまって、核燃料溶融及び原子炉事故の安全性を確保することができないという不都合がある。なお、原子炉の運転が止まったとき、温度の変化により内管または外管に亀裂が生じる虞があり、これにより、破壊が生じて核燃料に含まれている放射性物質が外部に流出されるという不都合が生じる。
したがって、ジルコニウム合金からなる内管１１０の熱膨張係数と略同じである１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有する金属から外管１２０を形成することにより、内管１１０と外管１２０との間の隙間の発生を防止して、核燃料被覆管、さらに正確には、内管１１０の収容空間１１５に収容された核燃料焼結体から発せられる熱エネルギーを核燃料被覆管の外の冷却水にさらに円滑に伝達することができ、これにより、核燃料出力の向上及び核燃料焼結体の温度の降温を図ることができる。
前記外管１２０を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有してもよい。
外管１２０は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有する金属から形成されてもよいが、熱中性子吸収断面積とは、中性子吸収に対する断面積のことをいう。すなわち、熱中性子または高速中性子などの中性子は、電荷を有さないため、容易に原子核に近づいて各種の相互作用を引き起こすが、中でも、標的原子核に吸収される吸収反応に対する断面積を中性子吸収断面積と称する。中性子吸収断面積の単位としては、１０−２８ｍ２またはｂａｒｎが用いられる。
先ず、核分裂は、ウラニウム、プルトニウムのように重い原子核に中性子を照斜すれば、原子核が中性子を吸収しながら２つに割れて核分裂が起こり、原子核が２つに分裂されると同時に、多くの熱エネルギーと２〜３個の中性子が一緒に出る。
核分裂反応を式で表わせば、反応式２の通りである。
＜反応式２＞
原子核＋中性子→核分裂生成物（放射性物質）＋２〜３個の中性子＋熱エネルギー
原子核＋中性子→核分裂生成物（放射性物質）＋２〜３個の中性子＋熱エネルギー
換言すれば、原子核と中性子とが反応しながら核分裂が起こり、一回の核分裂の際に放出された２〜３個の中性子は減速材によりエネルギーを失って減速される。原子核から放出されて減速された中性子（熱中性子）は、他の原子核にぶつかりながら再び核分裂を引き起こし、このような熱中性子により繰り返し的な核分裂反応（核分裂連鎖反応）が起こり、この過程において膨大な熱エネルギーが生じてしまう。
このように、大量エネルギーを生産するための核分裂連鎖反応が起こるためには、減速された熱中性子が原子核に吸収されなければならないが、外管１２０を形成する金属が４４０ｂａｒｎよりも大きな熱中性子吸収断面積を有する場合、核分裂を生じさせる熱中性子が核燃料被覆管に吸収される確率が増加するため、核分裂反応が起こる確率が減少され、これにより、核分裂により生成された熱エネルギーが生成されず、核燃料の出力が低下するという不都合がある。これに対し、外管１２０を形成する金属が０．００４５ｂａｒｎよりも小さな熱中性子吸収断面積を有する場合、核分裂反応に対しては有効であるといえるものの、実際に外管１２０を成形して製造することが困難であるという不都合が生じる。
したがって、本発明の実施形態に係る外管１２０を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有してもよく、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有する金属としては、例えば、Ｍｇ（０．０５９ｂａｒｎ）、Ｓｉ（０．１３ｂａｒｎ）、Ｐｂ（０．１７ｂａｒｎ）、Ａｌ（０．２３ｂａｒｎ）、Ｚｎ（１．１ｂａｒｎ）、Ｎｂ（１．１ｂａｒｎ）、Ｂａ（１．２ｂａｒｎ）、Ｓｒ（１．２ｂａｒｎ）、Ｇｅ（２．３ｂａｒｎ）、Ｆｅ（２．４ｂａｒｎ）、Ｍｏ（２．４ｂａｒｎ）、Ｃｒ（２．９ｂａｒｎ）、Ｔｉ（３．３ｂａｒｎ）、Ｃｕ（３．６ｂａｒｎ）、Ｎｉ（４．５ｂａｒｎ）、Ｔｅ（４．５ｂａｒｎ）、Ｓｂ（６．７ｂａｒｎ）、Ｍｎ（１３ｂａｒｎ）、Ｗ（１９ｂａｒｎ）、Ｔａ（２１ｂａｒｎ）、Ｃｏ（３５ｂａｒｎ）、Ｈｆ（１１５ｂａｒｎ）、Ｉｒ（４４０ｂａｒｎ）などが挙げられる。外管１２０を形成する金属は、前記一つの金属に限定されず、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有する金属であれば、外管１２０を形成することができる。
本発明に係る外管１２０が１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積及びジルコニウムよりも高い軟性をいずれも満たせば、核燃料被覆管として非常に優れた効果を示すことができるが、３つの条件をいずれも満たさなくても、必要に応じて、選択的に外管１２０に必要な特性を与えることができる。
本発明の他の実施形態によれば、外管１２０は、さらに優れた酸化抵抗性を有するために、前記外管１２０の外表面に配設される保護層１２１を備えていてもよく、前記保護層１２１は、前記外管１２０を形成する金属の金属酸化物または金属窒化物であってもよい。
保護層１２１は、外管１２０を形成する金属、例えば、アルミニウムの金属酸化物である酸化アルミニウムまたはアルミニウムの金属窒化物である窒化アルミニウムであってもよく、外管１２０の外表面に緻密に且つ薄肉に形成された保護層１２１は、外管１２０の酸化抵抗性をさらに向上させて非常に優れた腐食抵抗特性を持たせることができる。
このとき、事故環境または高温の水蒸気Ｈ２Ｏ環境において水分子が外管１２０を通過して内管１１０の外表面まで流れ込んで内管１１０のジルコニウムと反応することを防止するためには、金属酸化物からなる保護層１２１がさらに有効であるが、金属窒化物からなる保護層１２１もまた外管１２０の外表面に緻密に形成されて優れた高硬度特性を有するので、原子力の安定的な運転を可能にする。
本発明の一実施形態によれば、外管１２０を形成するアルミニウムが酸化されて形成された酸化アルミニウムの保護層１２１は、薄肉且つ緻密な形状にアルミニウムからなる外管の表面に形成されるため、酸化の進行を外管１２０の表面に制限して水分子が外管１２０を通過して内管１１０の外表面まで入り込むことを防止することができ、これにより、内管１１０のジルコニウムが水分子と反応して水素を生じさせる酸化反応を抑えることができ、酸化及び腐食から内管１１０の収容空間１１５に入っている核燃料焼結体を保護して原子力の運転の安定性を高めることができる。
したがって、機械的強度に優れたジルコニウム合金の内管１１０を内側部に配設することにより、核燃料被覆管の機械的強度を向上させることができ、これと同時に、ジルコニウム合金とは異なる金属及び金属酸化物から形成された外管１２０を外側部に配設することにより、原子炉において冷却材が失われるという事故が起きても金属酸化膜の保護層１２１はそれ以上酸化されないので、内管１１０及び核燃料を保護することができる。
以下においては、上述した多層構造核燃料被覆管１００についてもう一回簡略に定義した後、本発明の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管１００の製造方法について説明する。
前述したように、多層構造核燃料被覆管１００は、外管１２０内にジルコニウム合金の内管１１０が挿入され、ジルコニウム合金の内管１１０は、核燃料の１次的な防護の役割を果たすとともに、多層構造核燃料被覆管１００の機械的強度を向上させることができ、ジルコニウム合金の内管１１０とは異なる金属から形成された外管１２０は、冷却システムの故障などの事故から内管１１０の腐食を防ぐことができるので、原子炉の正常的な運転時はもとより、事故が起きたときにも原子力の運転の安全性を向上させることができる。
図３は、本発明の他の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管の製造方法を示す手順図であり、図４は、本発明の他の実施形態に係る縮管工程を行うための予備被覆管を製造する過程を示す斜視図である。また、図５は、本発明の他の実施形態に係る縮管工程及び予備被覆管の内径の変化を示す断面図であり、図６は、本発明の他の実施形態に係る縮管工程後に充填材を溶解させる過程を示す斜視図である。
図３から図６を参照すると、本発明の他の実施形態に係る多層構造核燃料被覆管１００の製造方法は、核燃料焼結体の挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の予備内管２１０を前記予備内管２１０よりも大きな直径を有する予備外管２２０内に挿入し、前記予備内管２１０内に充填材２３０を充填して予備被覆管２００を形成する過程と、前記予備被覆管２００の開口された両端部を遮断部材２４０により閉塞する過程と、前記予備被覆管２００の外側から内側へと圧力を加えて前記予備被覆管２００の直径を縮径させる過程と、を含み、前記予備外管２２０及び前記予備内管２１０は、互いに異なる金属から形成されてもよい。なお、前記圧力を加える過程後に、前記予備内管２１０内の充填材２３０を溶解させる過程をさらに含んでいてもよい。
先ず、核燃料焼結体の挿入される収容空間が与えられ、機械的強度に優れたジルコニウム合金から製造された予備内管２１０を用意し、核燃料被覆管の腐食抵抗性を向上可能な予備外管２２０を用意する（Ｓ１００）。本発明において、予備内管２１０としては、ジルコニウム合金を用いてもよく、予備外管２２０としては、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有し、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有する金属を用いてもよい。このとき、予備外管２２０は、予備内管２１０よりも軟性が大きくてもよい。
より詳しく説明すれば、前記予備外管２２０を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有してもよいが、熱中性子吸収断面積とは、標的原子核に熱中性子が吸収される吸収反応に対する断面積のことをいう。予備内管２１０の収容空間に核燃料焼結体が挿入され、核燃料焼結体に含まれている核燃料、例えば、ウラニウム−２３５の原子核に中性子を照射すれば、原子核が中性子を吸収しながら２つに割れる核分裂が起こり、核分裂が起こりながら、多くの熱エネルギーとともに２〜３個の中性子が出る。
換言すれば、原子核と中性子とが反応しながら核分裂が起こり、一回の核分裂の際に放出された２〜３個の中性子は減速材によりエネルギーを失って減速される。減速された中性子（熱中性子）は、再び他の原子核にぶつかりながら再び核分裂を引き起こし、このような熱中性子により核分裂連鎖反応が起こる。
このように、大量エネルギーを生産するための核分裂連鎖反応が起こるためには、減速された熱中性子が原子核に吸収されなければならないが、予備外管２２０を形成する金属が４４０ｂａｒｎよりも大きな熱中性子吸収断面積を有する場合、核分裂を生じさせる熱中性子が核燃料被覆管に吸収される確率が増加するため、核分裂反応が起こる確率が減少され、これにより、核分裂により生成された熱エネルギーが生成されず、出力が低下するという不都合がある。これに対し、予備外管２２０を形成する金属が０．００４５ｂａｒｎよりも小さな熱中性子吸収断面積を有する場合、核分裂反応に対しては有効であるといえるものの、実際に予備外管２２０を成形して製造することが困難であるという不都合が生じる。
また、前記予備外管２２０を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよいが、予備内管２１０を形成するジルコニウムの熱膨張係数は、約３．３ｐｐｍ／Ｋ〜４．０ｐｐｍ／Ｋであって、後述する縮管工程を通じて予備内管２１０と互いに密着固定される予備外管２２０を形成する金属の熱膨張係数は、ジルコニウムと略同じである１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有してもよい。
核分裂反応により甚だしい熱エネルギーが放出される核燃料被覆管において予備内管２１０と予備外管２２０の熱膨張係数が互いに異なる場合、互いに異なる膨張率による体積の膨張が生じて予備内管２１０と予備外管２２０との間に隙間が生じることがある。
予備内管２１０の外表面と予備外管２２０の内表面との間に隙間が生じると、熱伝導度が低くなるため、核分裂により生成された熱が核燃料被覆管を介して冷却水まで速やかに伝達することができないだけではなく、予備内管２１０の収容空間に収容された核燃料が冷却水よりも高い温度を有してしまって、原子炉事故の安全性を確保することができないという不都合がある。
したがって、ジルコニウム合金からなる予備内管２１０の熱膨張係数と略同じである１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有する金属から形成された予備外管２２０を設けることにより、核分裂による高温の環境においても予備内管２１０と予備外管２２０との間の隙間の発生を予め防止して、予備内管２１０の収容空間に収容された核燃料焼結体から発せられる熱エネルギーを冷却水にさらに円滑に伝達して核燃料の出力を向上させることができる。
前述した特性を有する予備外管２２０及び予備内管２１０を設けた後、核燃料焼結体の挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の予備内管２１０を予備内管２１０よりも大きな直径を有する予備外管２２０内に挿入し（Ｓ２００）、予備内管２１０内に充填材２３０を充填して予備被覆管２００を形成してもよい（Ｓ３００）。
予備内管２１０は、図３の（ａ）に示すように、予備外管２２０の収容空間に挿入されてもよいが、このとき、予備外管２２０と予備外管２２０内に挿入された予備内管２１０との間には所定の離間間隔が存在してしまう。すなわち、予備内管２１０の外径が予備外管２２０に挿入できる程度の直径を有さなければならないため、予備内管２１０の外径は、予備外管２２０の収容空間直径に対して所定の小さな値を有してもよい。
従来には、このような複数の管間の離間を解消するために、マンドレルを挿入した後、引き抜きながら外部から圧力を加えることにより、複数の多重管間の密着力を増加させたり、直径を縮径させたりし、引っ張る方法を用いていた。しかしながら、このような方法は、予備内管２１０内にマンドレルを挿入した状態で行われ、予備内管２１０とマンドレルとの摩擦により内管１１０がダメージを受けたり欠陥が生じたりするという不都合が来たされた。
一方、本発明の実施形態に係る縮管工程は、たとえ予備内管２１０及び予備外管２２０間に離間間隔が存在するとしても、予備内管２１０の欠陥の発生を抑えたり防止したりし、予備外管２２０と予備内管２１０を密着させることができる。すなわち、従来のマンドレルの構成要素が不要であり、予備内管２１０と構成要素との摩擦がないので、予備内管２１０が摩擦により引きちぎれたり破損されたりして欠陥が生じることを抑えたり防止したりすることができる。
このため、予備内管２１０内には、縮管工程において予備内管２１０と予備外管２２０との密着力を増加させたり、直径を縮径させたり、引き抜いたりするために加えられる圧力による変形及び欠陥の発生を抑えるために、図４の（ｂ）、（ｃ）に示すように、充填材２３０を充填させて予備被覆管２００を形成することができる。
充填材２３０は、予備被覆管２００を構成するために予備内管２１０内に充填されるものであって、より具体的には、予備外管２２０と予備内管２１０との密着力を増加させたり、製造される多層構造核燃料被覆管１００の直径を変化させたり、引き抜いたりするための縮管工程が行われるとき、予備被覆管２００に加えられる圧力を緩衝させる役割を果たすことができる。すなわち、充填材２３０は、図４の（ｂ）、（ｃ）に示すように、予備内管２１０の収容空間に満充填されてもよく、縮管工程において予備被覆管２００の外側から予備被覆管２００の内側へと加えられる圧力に対する支承力を示すようにしてもよい。
予備内管２１０の収容空間に充填するとき、大きな塊状の固体も、予備内管２１０に傷付きが生じることを減少させるための充填材２３０として、水溶性及び化学溶液に容易に溶解可能な可溶性を有する微粉パウダーを用いることができ、微粉パウダーは、縮管工程が完了した後、予備被覆管２００の充填材２３０を溶解させるときに水溶液及び化学溶液などの溶解用溶液を予備内管２１０内の充填材２３０に万遍なく浸透させることができる。
図５の手順図のように、予備被覆管２００が形成されれば、予備被覆管２００の予備外管２２０及び予備内管２１０間の密着力を増加させ、所望の形状、直径及び長さを有するように多層構造核燃料被覆管１００を製造するための縮管工程を開始してもよい（Ｓ４００）。
このとき、縮管工程のために、予備被覆管２００の開口された両端部を遮断部材２４０により閉塞してもよい（Ｓ４１０）。
予備被覆管２００の両端部を閉塞することは、予備外管２２０及び予備内管２１０の両端部の露出領域を遮断部材２４０を介して外部と遮断することにより行われるが、この過程は、予備外管２２０に予備内管２１０を挿入した後、予備外管２２０と予備内管２１０の開放された両端部のうちの一方の端部の露出部分を先に遮断部材２４０で覆った後、充填材２３０を充填し、残りの他方の端部の露出部分を遮断部材２４０で覆って閉塞してもよい。
遮断部材２４０は、図５に示すように、予備被覆管２００の両端部の露出部分を覆って両端部を閉塞することができるものであって、遮断部材２４０で予備被覆管２００の予備外管２２０及び予備内管２１０の露出領域を外部と遮断することにより、予備内管２１０内の充填材２３０は外に抜け出ずに安定的な縮管工程を行うことができる。遮断部材２４０としては、両端部の露出部位が覆える種々の部材が使用可能である。
予備被覆管２００の開口された両端部を遮断部材２４０で閉塞した後、予備被覆管２００の外側から内側へと圧力を加える縮管工程を通じて予備被覆管２００の直径を縮径させることができ、前記圧力を加える過程において、前記予備外管２２０は、前記予備内管２１０よりも大きく収縮されて前記予備内管２１０と互いに密着固定されてもよい（Ｓ４２０）。
また、前記圧力を加える過程は、前記予備被覆管２００の長手方向に互いに離間して配置される複数のロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃのそれぞれの離間距離が段階的に減少した複数のロールの間に前記予備被覆管２００を移動させて、前記予備被覆管２００の内側に加えられる圧力が次第に増加可能である。
予備被覆管２００は、縮管装置３００を通じて予備外管２２０と予備内管２１０との離間距離を減少させて互いに密着固定させ、圧縮及び引抜を通じて予備被覆管２００の直径を縮径させ、長さを増加させることができる。ここで、縮管工程は、図５に基づいて説明する。
縮管装置３００は、外部からローラーで予備被覆管２００を圧縮することにより、予備被覆管２００の長さを長くしたり、直径を縮径させたりすることができ、外部から圧力を加えることにより、予備被覆管２００の予備外管２２０及び予備内管２１０を互いに密着固定させることができる。このとき、縮管装置３００は、予備被覆管２００の長手方向(すなわち、一方向)を基準として互いに離間して配置される少なくとも一つ以上のロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃを備えていてもよい。すなわち、本発明においては、予備被覆管２００の長手方向を基準として第１のロールユニット３１０ａ、第２のロールユニット３１０ｂ及び第３のロールユニット３１０ｃが互いに離間して配備される。このとき、それぞれのロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃは、予備被覆管２００を間に挟んで予備被覆管２００の外側面に接触される第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃを備えて、第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃの間に予備被覆管２００が進むことにより、予備被覆管２００の外側から内側へと押し出す圧力を加えることができる。すなわち、第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃは、予備被覆管２００を基準として予備被覆管２００の外側面にそれぞれ対向するように接触されて配備されてもよく、予備被覆管２００が第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃの間を通るときに第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃと接触して加えられる圧力により予備被覆管２００の直径を縮径させたり、予備外管２２０と予備内管２１０とを密着接触させたりすることができる。
ここで、図５の（ａ）に示すように、複数のロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃを通った予備被覆管２００の地点をＡ、Ｂ、Ｃと分類し、それぞれの直径及び厚さについて述べると、図５の（ｂ）に示すように、予備被覆管２００が経たロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃが増加するにつれて、予備被覆管２００の直径、すなわち、予備内管２１０収容空間の直径がＤ１からＤ３へと次第に縮径されることが分かる。これは、複数のロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃのそれぞれの第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃ間の離間距離が段階的に減少することにより、予備被覆管２００に加えられる圧力が次第に増加することにより変形可能である。
本発明においては、ロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃを３つ備え、それぞれのロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃは、第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃという２つのロールを構成することを開示したが、ロールの数及びロールユニット３１０ａ、３１０ｂ、３１０ｃの数はこれに何ら限定されることがなく、種々の数に変更可能である。なお、本発明の図５の（ｂ）においては、予備被覆管２００の直径が大幅に縮径されることを示しているが、これは、直径の変化を説明するための違いが感じられるように示すものである。
一方、縮管工程により予備外管２２０と予備内管２１０との密着力を増加させて互いに密着固定する方法について、図５の（ａ）に基づいてより具体的に説明すれば、予備外管２２０は、第１のロール３１１ａ、３１１ｂ、３１１ｃ及び第２のロール３１２ａ、３１２ｂ、３１２ｃの間を移動することにより、ロールが加える圧力により予備被覆管２００の内側に圧力が加えられる。このとき、予備被覆管２００の予備内管２１０内に存在する充填材２３０は、予備内管２１０の収容空間に満充填されているため、内側に加えられる圧力から予備内管２１０を支えることになる。すなわち、相対的に述べると、充填材２３０は、外部から加えられる圧力に対して予備内管２１０を外側に支える力を有しているため、予備内管２１０が一定の位置にあり、予備外管２２０は、外部の圧力により予備内管２１０よりも大きく収縮されて予備内管２１０側に押されるため、予備外管２２０と予備内管２１０は、互いに密着固定されることが可能である。すなわち、前記予備外管２２０は、前記予備内管２１０よりも軟性が大きくてもよいが、予備外管２２０は、予備被覆管２００に圧力が加えられる間に予備内管２１０の外表面に完全に密着できるように予備内管２１０よりも軟性が大きくてもよく、予備外管２２０は、予備内管２１０よりも十分な軟性を有しているので、予備内管２１０との間隔を最小化させることができて、予備内管２１０と互いに密着固定されることが可能である。
前述した方法により縮管工程が完了すれば（Ｓ５００）、図６の（ａ）に示すように、予備被覆管２００の閉塞された両端部を開放して（Ｓ５１０）、予備被覆管２００の両端部が外部に露出された状態で予備内管２１０内の充填材２３０を溶解させて除去してもよい（Ｓ５２０）。すなわち、予備被覆管２００の両端部に配備された遮断部材２４０を除去して予備被覆管２００の両端部を開放し、図６の（ｂ）に示すように、溶液Ｓの入れられた容器Ｌに浸漬させて充填材２３０を溶解させてもよい。
充填材２３０を溶解するための溶液としては、上述した溶液（水溶性溶液、化学性溶液）を用いることができ、本発明においては、予備被覆管２００を溶液に浸漬させて充填材２３０を除去していたが、これに限定されず、予備内管２１０の収容空間に溶液を注ぎ込んで充填材２３０の間に溶液を浸透させて充填材２３０を溶解させてもよい。
充填材を用いた縮管工程により予備内管２１０と予備外管２２０が互いに密着固定された予備被覆管２００の充填材２３０を溶解させて除去することにより、内管１１０と外管１２０の密着力が増加して互いに密着固定された被覆管が得られる。
前記充填材２３０を溶解させる過程後に、前記予備外管２２０と予備内管２１０が密着固定されて製造される外管１２０の外表面に保護層１２１を形成する過程をさらに含んでいてもよく（Ｓ６００）、前記保護層１２１は、プラズマ表面処理により前記外管１２０を構成する金属が酸化または窒化されて形成されてもよい。
図２を再び参照すると、充填材２３０を溶解させた後、予備外管２２０と予備内管２１０が互いに密着固定されて製造された被覆管の外表面、さらに詳しくは、外管１２０の外表面に保護層１２１を形成してもよい。保護層１２１は、金属酸化膜または金属窒化膜であってもよいが、このような金属酸化膜または金属窒化膜を形成するための一般的な表面処理工法は、約６００℃〜１０００℃の高温工程において行われてもよい。しかしながら、高温において外管１２０の表面処理が施されれば、被覆管の機械的な特性及び化学的な特性が低下するという不都合が生じるため、被覆管の機械的な特性の変化及び結晶構造の変化を極力抑えられる低温工程が求められる。
このことから、本発明においては、金属酸化膜または金属窒化膜の形成のために低温工程のプラズマ表面処理方法を用いている。プラズマ表面処理は、プラズマの高いエネルギーが被覆管の熱処理温度を約２００℃〜５００℃ほど有効に下げることができるので、低温においても外管１２０の表面処理を施すことが可能になり、その結果、被覆管の機械的な特性及び結晶構造の変化を極力抑えることができる。
したがって、本発明に係る保護層１２１は、プラズマ表面処理により形成可能であり、プラズマ環境におけるガス粒子（例えば、Ｏ２）と外管１２０を形成する金属とを反応させて外管１２０の外表面をなしている金属を金属酸化物に変化させることができる。換言すれば、低温工程のプラズマ表面処理で外管１２０を形成する金属の外表面に薄肉且つ緻密な金属酸化物の保護層１２１を形成することにより、被覆管の機械的特性を保持することができるとともに、外管１２０を形成する金属と酸素または水蒸気との接触を防止して外管１２０のさらに優れた腐食防止特性を与えることができる。保護層１２１を形成することにより現れる効果は、前術した保護層１２１の効果と同様であるため、繰り返される説明（または、効果）は省略する。
このように、本発明の詳細な説明の欄においては、具体的な実施形態について説明したが、本発明の範囲から逸脱しない限度内において種々に変形可能である。よって、本発明の範囲は、説明された実施形態に制限されて定められてはならず、特許請求の範囲だけではなく、この特許請求の範囲と均等なものにより定められるべきである。
Claims (15)
- 両端が開口されて内部に核燃料焼結体が挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の内管と、
前記内管と同軸に配置され、前記内管の外表面を取り囲むように前記内管よりも大きな直径を有する外管と、
を備え、
前記外管と内管は、互いに密着固定され、互いに異なる金属から形成される多層構造核燃料被覆管。 - 前記外管を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有する請求項１に記載の多層構造核燃料被覆管。
- 前記外管を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有する請求項１に記載の多層構造核燃料被覆管。
- 前記外管は、前記内管よりも軟性が大きい請求項１に記載の多層構造核燃料被覆管。
- 前記外管は、前記外管の外表面に配設される保護層を備える請求項１に記載の多層構造核燃料被覆管。
- 前記保護層は、前記外管を形成する金属の金属酸化物または金属窒化物である請求項５に記載の多層構造核燃料被覆管。
- 核燃料焼結体が挿入される収容空間が与えられるジルコニウム合金の予備内管を前記予備内管よりも大きな直径を有する予備外管内に挿入し、前記予備内管内に充填材を充填して予備被覆管を形成する過程と、
前記予備被覆管の開口された両端部を遮断部材により閉塞する過程と、
前記予備被覆管の外側から内側へと圧力を加えて前記予備被覆管の直径を縮径させる過程と、
を含み、
前記予備外管及び前記予備内管は、互いに異なる金属から形成される多層構造核燃料被覆管の製造方法。 - 前記予備外管を形成する金属は、０．００４５ｂａｒｎ〜４４０ｂａｒｎの熱中性子吸収断面積を有する請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。
- 前記予備外管を形成する金属は、１ｐｐｍ／Ｋ〜４０ｐｐｍ／Ｋの熱膨張係数を有する請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。
- 前記予備外管は、前記予備内管よりも軟性が大きい請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。
- 前記圧力を加える過程後に、
前記予備内管内の充填材を溶解させる過程をさらに含む請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。 - 前記充填材を溶解させる過程後に、
前記予備外管と予備内管が密着固定されて製造される外管の外表面に保護層を形成する過程をさらに含む請求項１１に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。 - 前記保護層は、プラズマ表面処理により前記外管を構成する金属が酸化または窒化されて形成される請求項１２に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。
- 前記圧力を加える過程は、
前記予備被覆管の長手方向に互いに離間して配置される複数のロールユニットのそれぞれの離間距離が段階的に減少した複数のロールの間に前記予備被覆管を移動させて、前記予備被覆管の内側に加えられる圧力が次第に増加する請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。 - 前記圧力を加える過程において、
前記予備外管は、前記予備内管よりも大きく収縮されて前記予備内管と互いに密着固定される請求項７に記載の多層構造核燃料被覆管の製造方法。
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| TWI750805B (zh) * | 2019-09-13 | 2021-12-21 | 美商西屋電器公司 | 核燃料護套管及用於製成核燃料護套之方法 |
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| US11935661B2 (en) * | 2020-10-12 | 2024-03-19 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Cermet fuel element and fabrication and applications thereof, including in thermal propulsion reactor |
| KR102423427B1 (ko) * | 2020-11-20 | 2022-07-21 | 한국가스안전공사 | 고압수소 저장 압력용기 |
| CN114752749B (zh) * | 2022-04-18 | 2023-02-28 | 西安交通大学 | 一种提高包壳材料在快中子辐照环境中耐受能力的方法 |
Citations (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5524786A (en) * | 1978-08-12 | 1980-02-22 | Fujikura Ltd | Manufacturing method for composite metal pipe |
| JPS5764413A (en) * | 1980-10-09 | 1982-04-19 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | Equipment for manufacture square steel pipe |
| JPS6144143A (ja) * | 1984-08-06 | 1986-03-03 | シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト | ジルコニウム合金製被覆管とその製法 |
| JPS6239787A (ja) * | 1985-08-15 | 1987-02-20 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 複合核燃料被覆管 |
| US4986957A (en) * | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| JPH0442094A (ja) * | 1990-06-07 | 1992-02-12 | Toshiba Corp | 原子炉炉心構造体 |
| JPH10510005A (ja) * | 1994-12-01 | 1998-09-29 | フラマトーム | 不動態化可能金属又は合金の基板を酸化層でコーティングするためのプロセス、及び酸化物層でコーティングされた燃料組立体被着層及び案内管及びスペーサグリッド |
| JPH10273746A (ja) * | 1997-01-28 | 1998-10-13 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 冷間加工性と耐食性に優れたジルコニウム合金、この合金を用いた核燃料被覆用二重管およびその製造方法 |
| JP2001158928A (ja) * | 1999-09-22 | 2001-06-12 | Toshiba Corp | 高純度ジルコニウム合金および原子炉炉心用構造材 |
| WO2002024366A1 (fr) * | 2000-09-25 | 2002-03-28 | Nakayama Corporation | Procede permettant de former un rouleau lamine a froid a diametre decroissant pour un tuyau metallique et tuyau metallique obtenu au moyen de ce procede |
| JP2008026182A (ja) * | 2006-07-21 | 2008-02-07 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 高燃焼度用燃料被覆管およびその製造方法 |
| KR101595436B1 (ko) * | 2014-09-23 | 2016-02-19 | 한국원자력연구원 | 다층구조 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH08285975A (ja) * | 1995-04-12 | 1996-11-01 | Hitachi Ltd | 軽水炉用燃料集合体 |
| KR100963472B1 (ko) | 2008-04-17 | 2010-06-17 | 한국원자력연구원 | 금속 핵연료 입자가 봉입된 금속 시스를 포함하는금속핵연료봉 및 이의 제조방법 |
| KR100945021B1 (ko) * | 2008-05-09 | 2010-03-05 | 한국원자력연구원 | 보호성 산화막을 형성하는 핵연료피복관용 지르코늄 합금조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료피복관및 이의 제조방법 |
| FR2989923B1 (fr) * | 2012-04-26 | 2014-05-16 | Commissariat Energie Atomique | Materiau multicouche resistant a l'oxydation en milieu nucleaire. |
| KR101526305B1 (ko) * | 2013-06-19 | 2015-06-10 | 한국원자력연구원 | 다층구조 금속-세라믹 복합체 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 |
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Patent Citations (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5524786A (en) * | 1978-08-12 | 1980-02-22 | Fujikura Ltd | Manufacturing method for composite metal pipe |
| JPS5764413A (en) * | 1980-10-09 | 1982-04-19 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | Equipment for manufacture square steel pipe |
| JPS6144143A (ja) * | 1984-08-06 | 1986-03-03 | シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト | ジルコニウム合金製被覆管とその製法 |
| US4728491A (en) * | 1984-08-06 | 1988-03-01 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Cladding tube of a zirconium alloy especially for a nuclear reactor fuel rod and method for fabricating the cladding tube |
| JPS6239787A (ja) * | 1985-08-15 | 1987-02-20 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 複合核燃料被覆管 |
| US4751044A (en) * | 1985-08-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Composite nuclear fuel cladding tubing and other core internal structures with improved corrosion resistance |
| US4986957A (en) * | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| JPH0364427A (ja) * | 1989-05-25 | 1991-03-19 | General Electric Co <Ge> | 耐食性ジルコニウムおよびそれを用いた燃料要素 |
| JPH0442094A (ja) * | 1990-06-07 | 1992-02-12 | Toshiba Corp | 原子炉炉心構造体 |
| JPH10510005A (ja) * | 1994-12-01 | 1998-09-29 | フラマトーム | 不動態化可能金属又は合金の基板を酸化層でコーティングするためのプロセス、及び酸化物層でコーティングされた燃料組立体被着層及び案内管及びスペーサグリッド |
| US6033493A (en) * | 1994-12-01 | 2000-03-07 | Framatome | Process for coating a passivatable metal or alloy substrate with an oxide layer, and fuel assembly cladding and guide tubes and spacer grid coated with an oxide layer |
| JPH10273746A (ja) * | 1997-01-28 | 1998-10-13 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 冷間加工性と耐食性に優れたジルコニウム合金、この合金を用いた核燃料被覆用二重管およびその製造方法 |
| JP2001158928A (ja) * | 1999-09-22 | 2001-06-12 | Toshiba Corp | 高純度ジルコニウム合金および原子炉炉心用構造材 |
| WO2002024366A1 (fr) * | 2000-09-25 | 2002-03-28 | Nakayama Corporation | Procede permettant de former un rouleau lamine a froid a diametre decroissant pour un tuyau metallique et tuyau metallique obtenu au moyen de ce procede |
| JP2008026182A (ja) * | 2006-07-21 | 2008-02-07 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 高燃焼度用燃料被覆管およびその製造方法 |
| KR101595436B1 (ko) * | 2014-09-23 | 2016-02-19 | 한국원자력연구원 | 다층구조 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 |
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